INVESTIGADORES
FOUGA Gaston Galo
congresos y reuniones científicas
Título:
Extracción de uranio en membranas difusoras.
Autor/es:
FOUGA G. G.; GAVIRÍA J.P.; DAVID QUINTEROS; ANA E. BOHÉ
Lugar:
Buenos Aires
Reunión:
Otro; XX Reunión Anual Ciclo del Combustible Nuclear ? Comisión Nacional de Energía Atómica; 2023
Institución organizadora:
CNEA
Resumen:
En la Planta de Enriquecimiento de Uranio ubicada en el Complejo Tecnológico Pilcaniyeu el método de enriquecimiento es el de difusión gaseosa. Este método se basa en la difusión preferencial de la molécula de UF6 que contiene el isotópo de Uranio 235 frente a la difusión del UF6 con Uranio 238. Las membranas difusoras son de alúmina (Al2O3), y luego de un tiempo de operación las mismas son retiradas de las unidades de difusión, pasando a ser un residuo radiactivo, ya que poseen una considerable cantidad de uranio.El objetivo principal de este trabajo es el de desarrollar un método que permita la extracción del uranio presente en las membranas difusoras usadas. Esta permitiría convertirlas en un residuo menos radiactivo, y de lograr tener un contenido final de uranio menor que 40 mgU/kg convertirlas en un residuo exento desde el punto de vista radiológico. Una de las premisas de este desarrollo es que el método no implique la molienda de las membranas, ya que este paso generaría grandes cantidades de material radiactivo en polvo ocasionando que se tengan que extremar las medidas de seguridad del personal asignado. El método propuesto para la limpieza de las membranas es el de lixiviación. Para ello se probaron diferentes soluciones de lixiviación tales como agua desionizada, ácido nítrico y carbonato de potasio. También se evaluó el efecto del tiempo de lixiviación, aumento de temperatura y de realizar las lixiviaciones en baño con ultrasonido. Asimismo, se hicieron experiencias con lixiviaciones sucesivas, las que mostraron ser mejores para extraer una mayor cantidad de uranio.Los resultados obtenidos mostraron que es posible extraer el uranio de las membranas sin molerlas y a temperatura ambiente mediante lixiviaciones sucesivas con soluciones de K2CO3 y/o HNO3, logrando llegar a un contenido remanente menor que 40 mgU/kg. El uranio extraído puede ser precipitado con una solución rica en KOH y posteriormente recuperado. La caracterización de las soluciones de lixiviación también permitió ampliar el conocimiento de los procesos fisicoquímicos que experimentan las membranas a lo largo de su vida útil (secado, pasivación, operación de enriquecimiento, exposición al ambiente).